This study aims to optimize the orifice diameter to reduce pressure hunting in the pilot valves of positioners used in nuclear power plant control systems. Computational Fluid Dynamics (CFD) analysis using ANSYS CFX was conducted to create 3D models with varying orifice diameters (1 mm, 1.5 mm, 2 mm, 2.5 mm, and 3 mm). To enhance the accuracy of the analysis, boundary layer meshing techniques (Inflation) were applied, and the SST k-ω turbulence model was employed. The analysis of pressure variation and pressure hunting over time revealed that larger orifice diameters resulted in reduced pressure hunting, with a 3 mm orifice diameter achieving 0% pressure hunting. Additionally, it was observed that larger orifice radii slightly increased the average outlet pressure. Based on the findings, a 3 mm orifice diameter is recommended to effectively mitigate pressure hunting in pilot valves, contributing to improved system stability in nuclear power plants. Future studies will explore the design of slanted orifices to further analyze fluid flow characteristics.

The reliability of control valves is critical in nuclear power plants to ensure precise fluid regulation and prevent risks associated with overheating or decreased efficiency. Recently, the supply of imported control valves used in these plants has been discontinued, making the development of domestic alternatives an urgent necessity. This study focuses on the design of an orifice in the pilot valve pipe of a positioner to reduce hunting, a key issue that compromises control stability. Fluid analysis was conducted using ANSYS CFX to investigate the fluid behavior in the pipe with the orifice. The analysis methods included enhanced meshing techniques, turbulence models, and residual values to improve convergence and accuracy. To meet the operational requirements of nuclear power plants (outlet pressure: 3.2 bar, inlet pressure: 7 bar), the inlet fluid velocity was determined. The pressure and pressure hunting were analyzed. Results showed that the selected inlet velocity satisfied the operational conditions, and pressure hunting values were measured and analyzed. The findings provide a basis for further optimizing orifice shapes to achieve the target pressure hunting value of 0.5%.

본 연구는 현재 우리나라 연안에 건설․운용 중인 총 23개 발전소를 대상으로 지형지수(Ω)와 해저경사도(⊿) 개념을 적용하 여 발전소가 입지한 지역과 배수구 전면 해역의 해안 지형 특성을 평가하고자 하였다. 그 결과, 동해 및 제주 해역의 발전소 해안의 지형지수는 비교적 낮아서 0에 가까운 경향을 보였고, 서해는 다양한 Ω 값을 나타내어 직선형(Ω = 0), 내만형(Ω > 0), 돌출형(Ω < 0) 지형이 모두 나타났으며, 남해는 대부분의 발전소들이 내만에 위치해 Ω > 0로 나타났다. 또한 본 연구에서는 대표적인 지형지수와 해 저경사도를 선정하여 각각에 대한 해수유동 및 온배수 확산 수치모형실험을 수행하였다. 그 결과, 해저경사도(⊿)가 클수록 최강조류속 은 증가 경향을 보였으나, 지형지수에 따른 유속 차이는 미미하였다. 지형지수에 따른 초과수온 1℃의 온배수 확산을 분석한 결과, 해 안선과 평행한 방향의 확산거리가 가장 크게 나타났다. 내만형과 돌출형 해안에서는 Ω가 양과 음의 방향으로 커질수록 확산거리는 줄 어드는 경향을 보였으며, 온배수 확산거리는 해저경사도보다 지형지수에 의한 영향을 많이 받는 것을 확인할 수 있었다.

본 논문은 29개국의 ISSP 환경 설문조사 데이터를 이용해 핵발전 위 험에 대한 성별 인식 차이를 계층선형모형(HLM)을 사용하여 개인수준과 국가수준으로 나누어 분석하였다. 개인 수준에서는 기존에 핵발전소 위 험인식에 영향을 미쳤던 변수들의 효과성이 확인되었으며 국가 차원에서 는 국가 차원의 성불평등이 중요한 예측 변수로 나타났다. 구체적인 국 가차원의 변수를 특정하자면 모성 사망률과 청소년 출산율이 핵심 요인 으로 작용하며, 이는 여성의 정치적 대표성이나 고등교육 수준보다 더 큰 변수로 작용한다. 따라서 핵발전소 위험 인식에 있어서는 여성들의 재생산 권리와 건강권에 따른 젠더 격차가 환경인식에 더 중요한 영향을 끼침을 보여준다. 이러한 결과는 핵에너지에 대한 대중 인식을 이해하기 위해 개인적 요인뿐만 아니라 구조적 불평등까지 고려해야 하는 중요성 을 강조하며, 성별에 따른 사회적 건강 격차가 위험 인식 형성에 어떻게 영향을 주는지에 대한 추가 연구의 필요성을 제기한다.

원자력 발전소에 설치되는 안전관련 기기의 손상은 심각한 사고로 이어질 수 있으므로 반듯이 지진안전성을 확보하여야 한 다. MCC, Switchgear, Inverter, Battery charger 등의 전기캐비닛은 대표적인 안전관련 기기이다. 대부분의 실험적 연구는 실험대 상기기의 크기와 실험장비의 성능한계 등으로 인하여 주요부품을 대상으로 하며, 실제 원자력발전소에 납품하는 전기캐비닛을 이용하 여 3축 동시가진에 의한 진동대 실험을 수행한 연구는 많지 않다. 따라서 실제기기를 대상으로 3축 진동대 실험을 통하여 내진성능과 한계상태를 직접적으로 평가하기 위한 연구가 필요하다. 이러한 한계상태평가의 주요 목적은 다양한 부품으로 구성된 캐비닛 단위 실 제기기의 임계 가속도 및 고장 모드를 조사하는 것이다. 본 논문에서는 3축 진동대 실험으로 한계상태 내진성능실험을 수행하여 원자 력발전소에 납품되는 것과 동일한 4종의 전기캐비닛들의 한계상태를 분석하였다.

As climate change and population growth raise the likelihood of natural disasters, it becomes crucial to comprehend and mitigate these risks in vital infrastructure systems, especially nuclear power plants (NPPs). This research addresses the necessity for evaluating multiple hazards by concentrating on slope failures triggered by earthquakes near NPPs over a timeframe extending up to a return period of 100,000 years. Utilizing a Geographical Information System (GIS) and Monte Carlo Simulation (MCS), the research conducts a comprehensive fragility assessment to predict failure probability under varying ground-shaking conditions. According to the Newmark displacement method, factors such as Peak Ground Acceleration (PGA), slope angle, soil properties, and saturation ratio play significant roles in determining slope safety outcomes. The investigation aims to enhance understanding seismic event repercussions on NPP-adjacent landscapes, providing insights into long-term dynamics and associated risks. Results indicate an increase in slope vulnerability with longer return periods, with distinct instances of slope failures at specific return periods. This analysis not only highlights immediate seismic impacts but also underscores the escalating risk of slope displacement across the extended return period scales, crucial for evaluating long-term stability and associated hazards near nuclear infrastructure.

In this study, the seasonal distribution was surveyed using acoustic in the coastal waters around nuclear power plants. Acoustic surveys were conducted in June, September, December 2022, and March 2023 in the coastal waters of Uljin-gun. According to the results of this study, zooplankton were distributed at the depths from 0 m to 50 m in the waters around nuclear power plants. Zooplankton appeared in summer (June), autumn (September), and spring (March). In the survey area, fish were distributed at the depths from 25 m to 190 m, appearing in the summer (June), autumn (September), winter (December) and spring (March). The SV of zooplankton appearing in the survey area ranged from -98.0 dB to -78.0 dB, and it exhibited a one-class in the frequency distribution of SV. The SV of fish appearing in the survey area ranged from -36.0 dB to -35.0 dB and -98.0 dB to -53.0 dB, and it exhibited two-class in the frequency distribution of SV.

원전 구조물의 실시간 모니터링 기술이 요구되고 있지만, 현재 운영 중인 지진 감시계통으로는 동특성 추출 등 시스템 식별이 제한 된다. 전역적인 거동 데이터 및 동특성 추출을 위해서는 다수의 센서를 최적 배치하여야 한다. 최적 센서배치 연구는 많이 진행되어 왔 지만 주로 토목, 기계 구조물이 대상이었으며 원전 구조물 대상으로 수행된 연구는 없었다. 원전 구조물은 미미한 신호대잡음비에도 강건한 신호를 획득하여야 하며, 모드 기여도가 저차 모드에 집중되어 있어 모드별 잡음 영향을 고려해야 하는 등 구조물 특성을 고려 해야 한다. 이에 본 연구에서는 잡음에 대한 강건도와 모드별 영향을 평가할 수 있는 최적 센서배치 방법론을 제시하였다. 활용한 지표 로서 auto MAC(Modal Assurance Criterion), cross MAC, 노드별 모드형상 분포를 분석하였으며, 잡음에 대한 강건도 평가의 적합성을 수치해석으로 검증하였다.

본 논문에서는 LS-DYNA를 활용한 원자력발전소 설치 로드블록 차량 시뮬레이션 방법을 소개한다. 차량 강습 위협이 원자력 발전 소의 설계기준위협으로 포함된 이후로 차량 강습을 대비하기 위한 차량 방벽(Anti-ram barrier)의 성능 평가 소요가 커지고 있다. 차량 방벽은 일반적으로 충돌 실험을 통하여 성능을 인증 받는다. 하지만 국내에서는 차량 방벽에 대한 성능 시험 시설이 마련되어 있지 않 아, 시뮬레이션을 통한 차량 방벽 성능 검증이 필요하다. LS-DYNA는 충돌 시뮬레이션에 특화되어 있으며, NCAC를 비롯한 여러 기 관에서 충돌 시험과의 타당성 검증을 완료한 수치 모델을 배포하고 있다. 본 논문에서는 로드블록의 가장 핵심적인 차량 차단막 모듈 의 FE 모델을 구축하여 충돌 시뮬레이션을 수행하였다. 계산된 결과는 NCHRP 179의 차량 안전 시설 충돌 시뮬레이션 검증 기준을 준용하여 검증하였다. 그 결과 모래시계 에너지(hourglass energy)가 총 에너지의 5%를 넘지 않고 내부 에너지의 10%를 넘지 않는 것 을 확인하였으며, added mass가 1% 미만으로 기준인 10%를 넘지 않는 것을 확인하였다. 향후 FE 모델을 활용하여 물리적 방벽의 성 능을 평가하여 데이터 베이스를 구축할 예정이다.

This study aims to propose a conceptual design of information displays for supporting responsive actions under severe accidents in Nuclear Power Plants (NPPs). Severe accidents in NPPs can be defined as accident conditions that are more severe than a design basis accident and involving significant core degradation. Since the Fukushima accident in 2011, the management of severe accidents is increasing important in nuclear industry. Dealing with severe accidents involves several cognitively complex activities, such as situation assessment; accordingly, it is significant to provide human operators with appropriate knowledge support in their cognitive activities. Currently, severe accident management guidelines (SAMG) have been developed for this purpose. However, it is also inevitable to develop information displays for supporting the management of severe accidents, with which human operators can monitor, control, and diagnose the states of NPPs under severe accident situations. It has been reported that Ecological Interface Design (EID) framework can be a viable approach for developing information displays used in complex socio-technical systems such as NPPs. Considering the design principles underlying the EID, we can say that EID-based information displays can be useful for dealing with severe accidents effectively. This study developed a conceptual design of information displays to be used in severe accidents, following the stipulated design process and principles of the EID framework. We particularly attempted to develop a conceptual design to make visible the principle knowledge to be used for coping with dynamically changing situations of NPPs under severe accidents.

There has been a steady rate of accident in Coal Thermal Power Plants which have relatively higher chance of mortality. However, neither the systematic view of safety management nor the methodology such as safety factors or system requirements are yet to be studied in detail. Therefore, this study aims to propose a methodology to preemptively deal with safety issues and to secure fact focused responsibility in safety. It consists of two main parts. First, the Safety Measurement Index(SMI) with total 50 factors is proposed by analyzing the key factors that contribute to safety accidents based on failure mode and effect analysis (FMEA) and quality function deployment (QFD). To analyze the safety requirements, index presented by major countries and organizations are discussed. Second, main features of intelligent CCTV are studied to determine their relative importance for the framework of Smart Safety Management System (SSMS). Main features are discussed with four technological steps. Also, QFD was held to analyze to analyze how key technologies deal with Quality Measurement Index(QMI). The research results of this study reveal that scientific approaches could be utilized in integrating CCTV technologies into a smart safety management system in the era of Industry 4.0. Moreover, this reasearch provides an specific approach or methodology for dealing with safety management in Coal Thermal Power Plant.

원자력 발전소에 지진격리장치를 설치하여 내진성능을 향상시킬 수 있다. 그러나 지진격리장치의 적용으로 지반과 구조물 사이에서 큰 상대 변위가 발생하게 된다. 따라서 지진격리된 구조물과 일반 구조물을 연결하는 연결배관시스템의 경우 지진리스크가 증가할 수 있다. 따라서 이러한 배관시스템의 지진취약도를 분석할 필요가 있다. 본 연구에서는 지진취약도 분석 을 위해 지진격리된 APR1400 원자력발전소와 주증기관을 대상으로 지진취약도를 분석하였다. 주증기관은 지진격리된 nuclear island의 보조 건물과 터빈 건물을 연결하는 인터페이스 배관이다. 지진취약도 분석을 위한 파괴모드는 누출관통균열로 정의하였다. 누출은 실험결과와 수치해석을 통해 손상지수로 정량화하여 취약도 분석을 위한 파괴기준으로 사용하였다. 파괴기준의 변동에 의한 취약도 곡선의 변동성을 확인하기 위하여 손상지수의 최솟값, 최댓값, 평균값 및 중앙값을 파괴기준으로 하여 지진취약도 곡선을 작성하였다.

Seismic designs for Korean nuclear power plants (NPPs) under earthquakes’ design basis are noticed due to the recent earthquake events in Korea and Japan. Japan has developed the technologies and experiences of the NPPs through theoretical research and experimental verification with extensively accumulated measurement data. This paper describes the main features of the design-time history complying with the Japanese seismic design standard. Proper seed motions in the earthquake catalog are used to generate one set of design time histories. A magnitude and epicentral distance specify the amplitude envelope function configuring the shape of the earthquake. Cumulative velocity response spectral values of the design time histories are compared and checked to the target response spectra. Spectral accelerations of the time histories and the multiple-damping target response spectra are also checked to exceed. The generated design time histories are input to the reactor building seismic analyses with fixed-base boundary conditions to calculate the seismic responses. Another set of design time histories is generated to comply with Korean seismic design procedures for NPPs and used for seismic input motions to the same reactor containment building seismic analyses. The responses at the dome apex of the building are compared and analyzed. The generated design time histories will be also applied to subsequent seismic analyses of other Korean standard NPP structures.